铀、锆以及铀锆合金精确原子间势的深度学习

铀锆合金作为一体化快堆的重要核燃料,使用先进的计算方法研究其高温下的基础物理性质意义重大。使用深度势能分子动力学方法分别计算了体心立方铀、锆和铀锆合金材料的基础物理性质,该方法兼具第一性原理的高精度和经典分子动力学的高效率。首先,通过使用深度神经网络机器学习训练了体心立方锆(Zr-BCC)、体心立方铀(U-BCC)和体心立方铀锆合金(U-Zr(BCC))的深度势能(DP)模型,其预测的平衡状态方程、晶格常数、弹性性质和声子谱能够达到第一性原理的精度。接着,使用DP模型预测了Zr-BCC、UBCC和U-Zr(BCC)的恒压热容和密度随温度的变化,并且结果能够很好地与实验值吻合。该研究结果表明机器学习方法为成功探索更复杂的核燃料性质提供了重要的路径。

铀锆萃取工艺及稳定性研究

为了回收铀锆金属燃料车削废料中的铀资源,对铀锆萃取工艺及其稳定性进行了研究。结果表明:在20%的TBP-煤油中,较佳的原料液的铀浓度约为70 g/L,原料液酸度为3~4 mol/L,萃取温度为室温,反萃取温度为40℃;为保障萃取过程稳定运行,适宜的碱洗、酸洗频次为每间隔8~9批次洗涤一次;煤油挥发造成贫有机相TBP体积分数增加,是导致贫有机相铀浓度随萃取批次增加而逐渐升高的主要原因。将贫有机相的密度控制在0.833~0.843 g/cm^(3)之间,可有效保障萃取过程稳定运行。

U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球制备及其在弥散型陶瓷核燃料中的应用研究

基于光/热引发聚合反应的壳层固化方法在设计构建的同轴双毛细管微流体控制装置中实现高球形度U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球的制备,调控微流控系统中连续相流量以及核相与壳层相流量比可精准控制U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球粒径和壳层厚度。提出以U_(3)O_(8)/ZrN核壳结构微球为原料制备高U_(3)O_(8)体积分数的U_(3)O_(8)/ZrN弥散型陶瓷核燃料芯块技术方法。研究结果显示,制备的高达40.8%燃料相体积分数的弥散燃料芯块中U_(3)O_(8)微粒均匀分布在ZrN基质中且没有U_(3)O_(8)微粒堆积粘连。该弥散燃料芯块的热导率比U_(3)O_(8)燃料芯块热导率提高53%,有效改善了陶瓷核燃料的导热性能。

核燃料循环设施锆屑火灾研究

锆是核燃料元件包壳的制造材料,核燃料循环设施涉及锆包壳磨削、剪切等工序,机械加工产生的锆屑极易燃烧。国内外核燃料循环设施中,锆屑着火事件时有发生,对设施造成严重危害。核燃料循环设施的消防安全是整个核安全体系中至关重要的组成部分,不仅包含常规消防相关内容,还涉及核安全。本文描述锆的燃烧特性,分析了典型案例,研究了国外相关安全准则,提出科学预防与合理设置灭火设施的建议,为降低核燃料循环设施锆屑火灾危害打下了基础。

均匀设计-X射线荧光光谱分析铀锆合金中铀和锆的方法探讨

铀锆合金燃料是第4代先进核能系统主要燃料形式,合金成分及含量是燃料性能的关键参数之一,及时、准确地测定铀锆合金中铀(U)、锆(Zr)含量至关重要。常规测量常量水平的铀、锆含量的方法,存在分析过程繁琐或受铀锆元素间基体效应干扰明显等问题。实验通过均匀设计试验方案设置试验点的布置方式,采用均匀设计方案,利用4因素9水平的均匀设计表(U_9~*(9~4))设置试验点,以满足不同铀、锆元素含量的铀锆合金燃料研制需求,建立了X射线荧光光谱(XRF)测定铀锆合金中铀和锆含量的方法。通过实验建立铀、锆信号强度(I)与元素浓度(C)的多元回归模型分别为C_(Zr)=-0.032+0.008 I_(Zr)+2.395×10^(-5)I_(Zr)·I_U,C_U=-0.408+0.03 I_U+1.003×10^(-5)I_(Zr)~2,锆、铀含量分别与锆、铀信号基本呈线性关系。对标准溶液中锆含量分析结果的相对偏差可控制在2.0%内,铀含量分析结果的相对偏差可控制在1.0%内;利用实验方法计算获得的6组铀锆合金中铀锆含量与二元比例方法较为吻合。

二元比例X射线荧光光谱法测定铀锆体系中铀和锆

二元比例法可依据两元素谱线的强度比与两元素浓度比的对数关系实现元素的定量分析。实验将二元比例法与X射线荧光光谱法(XRF)相结合,用于定量分析铀锆体系中铀和锆含量,不论吸收-增强效应是否严重,校准曲线都保持线性关系。对仪器的工作参数进行优化,选择铀的Lα线以及锆的Kα线作为分析线。对铀、锆标准溶液系列,先测量各工作点的X射线荧光计数率,然后分别求取浓度比和信号比的对数,再绘制二元比例校准曲线,得校准曲线的相关系数(R2)为0.999 7。对同一铀锆体系样品进行精密度考察,结果的相对标准偏差(RSD)分别为0.035%(铀)和0.048%(锆)。对6批铀锆体系样品采用实验方法进行分析,同时分别采用滴定法对铀含量、直接X射线荧光光谱法对锆含量进行比对分析,结果基本一致;对自配铀、锆二元体系样品溶液进行分析,测定值与参考值的相对误差均小于3.00%。实验方法满足铀锆体系工艺中铀和锆含量的测试要求。

氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发，研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型（ＤＥＢＹＥ谱）和光学模型（ＧＡＵＳＳ谱）给出的频谱分布，用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。编制了ＳＭＰ程序，计算了氢化锆中氢的散射矩阵，将它并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序的６９群截面库，形成了用于铀氢锆堆计算的ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库。应用国际上通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序计算了铀氢锆堆燃料栅元能谱。

锆存在时铀中杂质元素的化学分离-ICP-AES法

采用磷酸三丁酯 (TBP) 氢化煤油萃取铀、过氧化氢掩蔽钛、磷酸氢二铵沉淀锆的方法 ,用ICP AES法同时测定了锆存在时铀中的铁、锰、铜、硅、铝、镍、和钛 7种杂质元素的含量。当测定范围在 1 0 μg/g～ 1 0 0 0 μg/g时 ,相对标准偏差<9.0 % ,回收率为 96%～ 1 0 9%

铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值。

我国第一座脉冲反应堆

我国第一座脉冲反应堆是座小型池式研究堆,采用铀氢锆(UZrH_(1.6))燃料-慢化剂粗棒元件。堆芯靠轻水自然循环冷却,石墨作反射层。该堆具有很大的瞬发负温度系数,不仅能稳态运行,而且还能进行独特的脉冲运行和方波运行。稳态运行额定功率1000kW,堆芯平均热中子通量1.4×10^(13)n/(cm^2·s),当引入3元(2.1×10^(-2)△K/K)瞬发正反应性脉冲运行时,峰功率约为3420MW,中子通量峰值约为6×10(16n)/(cm^2·s)。固有安全、经济及多功能是该堆型最显著的特点。本堆已于1990年7月22日达到首次临界,尔后开始试运行。

铀酰离子在磷酸锆上的吸附性能

采用静态法研究了铀酰离子在Zr2O(PO4)2、ZrP2O7上的吸附行为。铀酰离子在Zr2O(PO4)2、ZrP2O7上的吸附受体系pH值的影响很大,随pH值升高吸附百分比增大;由于2种磷酸盐合成温度、磷锆比的不同,其吸附边界也不相同。在研究范围内,离子强度对铀酰离子在Zr2O(PO4)2、ZrP2O7上吸附的影响很小;在低pH下,加入富里酸能增大铀酰离子在Zr2O(PO4)2上的吸附,而对铀酰离子在ZrP2O7上的吸附基本无影响;几种简单有机酸邻苯二酚、苯二甲酸氢钾、水杨酸加入体系后,对铀酰离子在Zr2O(PO4)2、ZrP2O7的吸附影响很小。

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

西安脉冲堆脉冲参数分析

介绍西安脉冲堆堆芯装载布置,发射脉冲的过程和机理,脉冲参数的计算模型和程序以及计算值和实验测量结果分析。当引入2.478×10-2反应性进行脉冲运行时,实测脉冲峰功率为4301.3MW,达到了设计指标。西安脉冲堆总体性能达到了国外同类堆型的先进水平。

铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况。在此基础上,对铀氢化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析。结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性。

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢⅣ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳＤ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳＣＮＤＣ库。校核了该库中ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳＤ／４，计算了铀氢锆脉冲堆燃料栅元的能谱、群常数、ｋ∞、功率分布以及温度系数。最后用一维两群扩散程序ＴＲＩＧＡＰ进行了堆芯临界计算。以上结果均与有关文献符合得很好。

铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包

建立了一套铀氢锆堆物理计算软件包。首先考虑氢化锆中氢的热化特殊性，按ＷＩＭＳ格式制作了氢化锆中氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳＤ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳＮ１库和ＷＩＭＳＮ２库；应用ＷＩＭＳＮ２库和国际通用的ＷＩＭＳＤ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块程序ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ２程序的基础上编制了燃料管理程序ＸＰＲＩＣＦＭ。为检验软件包的计算精度及可靠性，对国外ＴＲＩＧＡ堆、国内铀氢锆模式堆和西安脉冲堆进行临界ｋｅｆ和控制棒价值等计算，结果与测量值符合良好。

电感耦合等离子体发射光谱法测定铀锆铌混合材料中12种杂质元素含量

建立了电感耦合等离子体发射光谱法测定铀锆铌混合材料中12种杂质元素含量的分析方法。采用CL-TBP萃淋树脂,在酸性介质中将铀基体与待测元素分离。通过对分析线的选择、基体及待测元素干扰方面的考察,确定了最佳分析条件,并采用基体匹配法克服了铌、锆的基体干扰。各元素分析线的光强度与其质量浓度呈线性关系。锰、锡、锌的线性范围为0.02~0.16 mg/L,钴、铜、钛的线性范围为0.2~1.6 mg/L,铝、铬、镍、钒的线性范围为0.4~3.2 mg/L,钼、铁的线性范围为0.8~6.4 mg/L。12种杂质元素的检出限(3σ)在4.8~24μg/L之间,方法加标回收率在93%~110%之间,测定值的相对标准偏差小于10%(n=6)。该方法简便快捷,满足铀锆铌混合材料中上述12种杂质元素含量测定的分析要求。

铀氢锆堆中子源辐照含硼C6胶质瘤细胞的生物学效应研究

利用蒙卡程序MCNP/4B(Monte Carlo N-particle transportcode/4B)设计了C6细胞辐照实验的铀氢锆堆中子源。建立了细胞培养、孵育、L-BPA(L-boron phenylalanine)给药、细胞内宏观硼浓度测定及辐照实验方法,观察了BNCT(Boron neutron capture therapy)辐照实验对体外C6胶质瘤细胞的放射生物学效应,研究了C6细胞BNCT辐照效应与照射剂量之间的关系。试验结果表明,在同等吸收剂量下,BNCT对C6细胞的杀伤作用远远大于γ射线。

超临界萃取从铀、锆、铌混合粉末中分离铀的试验研究

为提高铀的利用率,减少放射性废物的产生,采用超临界CO_2/磷酸三丁酯-硝酸为萃取体系,对铀、锆、铌混合粉末中铀回收的超临界萃取技术进行了研究。结果表明:萃取过程中锆、铌萃取效率随萃取时间的增加快速增大;铀萃取效率随温度的升高而增大,随压力增大的变化不明显,在12 MPa时萃取效率最大;70℃、12MPa和2h的萃取条件有利于铀的回收与杂质元素分离,铀与锆、铌的分离系数分别1.69×10~5、5.34×10~5,每g铀产品中相应杂质锆的含量为2.21μg、铌的含量为0.353μg,该条件下铀回收率约97%。该工艺简洁、高效,在实现放射性废物大量减少的同时,回收了有价的铀产品。

新型有机膦酸锆对铀(VI)的吸附性能研究

以氨基三亚甲基叉膦酸(ATMPA)和ZrOCl2为前驱体,利用水热法成功制备有机膦酸锆(Zr-ATMPA),采用傅里叶变换红外光谱(FT-IR)、扫描电镜(SEM)和X射线光电子能谱(XPS)等表征Zr-ATMPA的微观结构和表面物理化学性质,并通过批实验研究溶液pH值、离子强度、接触时间、铀浓度和温度对Zr-ATMPA吸附铀性能的影响。结果表明,Zr-ATMPA对U(VI)的吸附性能受pH值影响,最佳吸附pH值为5.0,而不受离子强度影响,为内层络合;平衡吸附时间为120 min;吸附过程符合准二级动力学模型和Langmuir模型,Zr-ATMPA对U(VI)的饱和吸附容量高达238.10 mg/g,明显大于ZrPO4,且结合能(ED-R)介于8~20 kJ/mol,即Zr-ATMPA对U(VI)为化学吸附,自发吸热过程。Zr-ATMPA有望用于去除放射性废水中的U(VI)。